RIMA Angra 3
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10. QUAIS AS ANÁLISES DE SEGURANÇA E RISCOS, E PLANEJAMENTO DE AÇÃO DE EMERGÊNCIA?<br />
Dentre estes critérios e requisitos de segurança, estão incluídos os relativos à ocorrência<br />
de eventos externos (por exemplo, sismos) e internos (por exemplo, rupturas de<br />
tubulações e condições termo-hidráulicas transitórias desfavoráveis) à usina.<br />
A investigação e a verificação da conformidade do projeto com os requisitos e critérios de<br />
segurança internacionalmente definidos, é o objeto principal do Estudo de Análise de<br />
Segurança.<br />
Para tanto, os chamados Acidentes de Base de Projeto - ABPs (Design-Basis Accidents),<br />
conjunto de eventos acidentais postulados, são detalhadamente investigados de acordo<br />
com critérios de aceitação estabelecidos em normas de órgãos de licenciamento de<br />
atividades nucleares, nacionais e internacionais.<br />
A principal tarefa da Análise de Segurança (AS) é especificar e determinar a segurança<br />
do projeto da usina. Para este propósito, os ABPs são eventos pré-determinados e<br />
investigados com alto grau de sofisticação e detalhe, de tal forma que suas análises<br />
incluam seqüências e conseqüências de variada gama de causas. Por conta dos limites<br />
especificados para a investigação de acidentes, a AS é também conhecida como Análise<br />
Determinista de Segurança (ou determinística, como é conhecida na área nuclear), em<br />
contra-posição à Análise Probabilista de Segurança APS (ou probabilística, como é<br />
conhecida). A AS parte da premissa de que certas seqüências acidentais ocorrerão de<br />
fato, simula estas ocorrências em modelos de computador, e analisa a resposta da<br />
instalação para aqueles acidentes, verificando se os sistemas de segurança reagem de<br />
acordo e atendem aos requisitos de segurança exigidos pelas normas internacionais e<br />
pela legislação nacional. Ou seja, descarta a probabilidade de não ocorrência dos<br />
acidentes selecionados, desconsiderando essa possibilidade na avaliação quantitativa da<br />
resposta da usina.<br />
No âmbito do licenciamento nuclear de uma usina, a Análise de Segurança é parte<br />
integrante do PSAR “Preliminary Safety Analysis Report”, também chamado de RPAS<br />
(Relatório Preliminar de Análise de Segurança) e do FSAR “Final Safety Analysis Report”,<br />
Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS), os quais são submetidos à aprovação do<br />
órgão licenciador nacional, a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). A<br />
autorização para início da construção da usina é concedida somente após a aprovação do<br />
PSAR, enquanto a autorização para operação, somente após a aprovação do FSAR.<br />
10.3. O QUE É ANÁLISE DE RISCO NUCLEAR – ARN? - topo<br />
Em paralelo à análise de segurança determinista (AS), técnicas de análise probabilista<br />
(análise de riscos), utilizadas inicialmente na otimização de projetos de sistemas de<br />
segurança individuais (análise de confiabilidade), começaram, a partir da década de<br />
1970, a ser utilizadas para a avaliação de usinas nucleares como um todo, sendo<br />
conhecida na área como APS, iniciais de “Análise Probabilista de Segurança” (ou Análise<br />
Probabilística de Segurança).<br />
A probabilidade de ocorrência de falhas sucessivas e de eventos desfavoráveis<br />
necessários para a fusão do núcleo é remota, mas não é nula, o que significa que tais<br />
acidentes são de ocorrência possível. Vale ressaltar que para <strong>Angra</strong> 3, mesmo no caso de<br />
ocorrência de um acidente severo, não necessariamente ocorrerá liberação de material<br />
radioativo para a atmosfera, em quantidades que possam colocar em risco a saúde ou a<br />
vida da população circunvizinha à usina.<br />
A liberação de grande quantidade de material radioativo para o meio ambiente só<br />
ocorrerá se, além da ocorrência da fusão do núcleo, também houver o comprometimento<br />
significativo da integridade da contenção. Sendo assim, a questão crucial passa a ser,<br />
adicionalmente às probabilidades da fusão do núcleo, conhecer a probabilidade da perda<br />
de integridade do envoltório de contenção, que, no caso de <strong>Angra</strong> 3, é uma chapa de aço<br />
com 3 cm de espessura e uma pesada estrutura de concreto armado, com cerca de 60<br />
cm de espessura, que caracteriza o Edifício ou Prédio do Reator.<br />
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